A HAZAI NUKLEÁRIS BIZTONSÁGI KUTATÁSOK NEMZETKÖZI VISSZHANGJA

Gadó János
KFKI AEKI

Az atomenergia békés célú felhasználásának biztonságára vonatkozó hazai kutatásokat jelentős mértékben befolyásolta az a tény, hogy a magyarországi nukleáris berendezések tervei és egyes elemei az egykori Szovjetunióban készültek és a tervezői módszerek sok szempontból eltértek a nyugati országok gyakorlatától. Régóta, legalábbis a Paksi Atomerőmű építésének elhatározása óta e kutatások célul tűzték ki, hogy a hazai nukleáris berendezések biztonságát nemcsak a tervezői módszerekkel, hanem a fejlett nyugati országokban meghonosodott módszerekkel is vizsgálni lehessen. A szovjet és az egyébként egységesnek nem tekinthető nyugati módszerek bár különböző színvonalúak voltak, alkalmazásuk azonban általában hasonló következtetésekre vezetett. Igen durván fogalmazva, különbséget lehetett tapasztalni az alábbi területeken:

1. a szovjet tervezők számos részterületen (például vízkémia) jobb megoldásokat találtak, mint a nyugatiak;
2. a nyugati módszerek a konzervativizmus biztosítása érdekében teljeskörű minőségbiztosítással rendelkeztek, míg a szovjet tervezés helyenként túl konzervatív, helyenként túlzottan engedékeny (nem egyenszilárdságú) volt;
3. a nyugati módszerek a folyamatok számítógépes modellezését kiterjedten használták, a modellek megfelelő kísérleti igazolása mellett, míg a szovjet tervezés sokszor hiányos kísérleti bázison nyugodott.

A KFKI Atomenergia Kutatóintézetben e megfontolások alapján folytak és folynak jelentős kísérleti programok. Az alábbiakban ezekről esik szó.

Az 1972. és 1990. között üzemeltetett ZR-6 kritikus rendszer a VVER típusú reaktorok modelljéül szolgált. A kísérletek célja kettős volt: egyrészt egy "benchmark"-ként használható VVER-specifikus adatbázis létrehozása, másrészt egyes, a VVER-1000 reaktorra jellemző jelenségek megértése. A kísérletek során mintegy 250 különböző zóna-elrendezésen mértük meg a legfontosabb reaktorfizikai paramétereket.

• az eredmények fontos részét képezik az együttműködésben résztvevő intézetek tudásbázisának:
• a mérési eredményeket felhasználták a VVER-1000 reaktor nukleáris tervezése során;
• a publikált adatbázist reaktorfizikai kódok validálására használják a Siemensnél, a CEA-ban és a Westinghouse-nál;
• az Egyesült Államok Energiaügyi Minisztériuma (DOE) elindította az "International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project"-et, amely amerikai, angol, francia, japán, orosz és a ZR-6-on végzett magyar mérésekre épül és a reaktorfizikai számítások sztenderd ellenőrzési bázisának létrehozására irányul.

• a sűrített rácsosztású kiégett fűtőelem tároló szubkritikussági tervezésénél konkrét ZR-6 méréseket és a ZR-6-on kipróbált számítási modelleket használtak;
• a reaktorzóna tervezésére használt reaktorfizikai modell ellenőrzésének egyik alapja a ZR-6 méréssorozat adatbázisa;
• a VERONA zónamonitorozó rendszert, amelynek léte jelentősen javítja az erőmű biztonságos üzemvitelét, szintén a ZR-6 adatbázisát felhasználva ellenőrizték.

A ma is működő PMK-2 kísérleti berendezés a paksi atomerőmű integrális modellje. A PMK-2 berendezésen végzett kísérletek célja ugyancsak kettős. Egyfelől cél az események sorrendjének azonosítása különböző üzemzavari állapotokban, másrészt pedig benchmark adatbázis létrehozása a termohidraulikai rendszerkódok VVER-specifikus validálásához.

• a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség által szervezett "Standard Problem Exercise" kódvalidációs feladatokban a kísérleti bázis a PMK-2 volt, a számítások összehasonlítása 22 ország részvételével zajlott;
• a termohidraulikai kódvalidáció VVER reaktorokra elsősorban a PMK-2 bázisán folyik például az IPSN-ben (Franciaország), a Siemensnél (Németország) és a Westinghouse-nál (Egyesült Államok);
• az úgynevezett VVER validációs mátrix (a szimulálandó folyamatok és a mérési eredmények mátrixa) összeállítása ma is folyik (immár OECD keretekben), a mátrix hiányos pontjait pótló további mérések PHARE projektek keretében lesznek elvégezve.

• az erőmű teljesítménytartalékainak a feltárása a PMK bázisán történt és történik;
• a szovjet tervező javasolta a hidegág és melegág összekötését, ami a problematikus üzemzavar kockázatát számottevően nem csökkentette volna, viszont más üzemzavarokra vonatkozó többlet biztonsági kockázattal és nagy költségekkel járt volna - ezt sikerült elkerülni;
• "a gőzfejlesztő kollektorfedél felnyílása" - az ilyen elnevezésű üzemzavar során végbemenő folyamatokat a PMK mérések alapján lehetett megérteni;
• a reaktor leállása alatt a természetes cirkuláció bekövetkezett zavarát a PMK mérések alapján sikerült rekonstruálni és így elkerülésére a szükséges intézkedéseket meg lehetett tenni.

Az utóbbi időben megkezdtük a fűtőelem-viselkedési méréseket. A kísérletek célja a VVER-specifikus jelenségek megértése, mivel a szovjet tervezésű reaktorok anyagai eltérnek a nyugatiakétól. A következő kísérletekre került sor:

• az UO₂ üzemanyag és a Zr 1% Nb fűtőelem-burkolat kémiai kölcsönhatásának vizsgálata oxidáló atmoszférában;
• a fütőelem-burkolat és a távolságtartó rács fizikai-kémiai kölcsönhatásának vizsgálata magas hőmérsékleten;
• a fűtőelem-burkolat hidrogén-felvételének mérése vízgőzben történő oxidáció során;
• a fűtőelem-burkolat ridegedésének vizsgálata;
• az oxidált fűtőelem-burkolat felfúvódásának vizsgálata;
• az 1000 °C feletti cirkónium-vízgőz reakció okozta gyors hőmérséklet-növekedés vizsgálata VVER-440 hét fűtőelemrúdból álló kötegben.

Az Európai Unió vonatkozó projektjében az eredmények nagy érdeklődést váltottak ki. Kisléptékű, viszonylag olcsó, jól megtervezett, célirányos méréseink alapján sikerült kimutatni néhány jellegzetes, a reaktorok biztonsága szempontjából lényegesnek tűnő különbséget a Zr 1% Nb ötvözet és a nyugaton használt Zircalloy-4 ötvözet között.

Végül kísérleti eszközeink között megemlítjük a Budapesti Kutatóreaktort. A rekonstruált reaktor 1993. novembere óta 10 MW-on üzemel, a termikus neutronfluxus maximum . A rossz anyagi körülmények ellenére a reaktor körül lényegében kiépültek azok a mérőberendezések, amelyeken olyan mérések és vizsgálatok folynak, amelyek nemzetközi érdeklődést váltanak ki. A fő mérési területek:

• neutrondiffraktometria
• kisszögű neutronszórás
• belső feszültség mérése*
• neutronradiográfia (dinamikus és statikus)
• neutron aktivációs analitika
• biológiai besugárzások*
• sugárkárosodási vizsgálatok*
• forróatom-kémia.

A *-gal jelzett berendezések kiépítése folyik. A hidegneutron-forrás fejlesztése megkezdődött , a berendezés legkorábban 1998-ban fog a kutatók rendelkezésére állni.

A reaktorbiztonsági kutatások számára is igen fontos a kutatóreaktor, hiszen részben ott folytak és folynak a paksi reaktortartályok sugárkárosodására vonatkozó vizsgálatok. Sikerült kimutatni, hogy a paksi reaktortartályok használhatóak az erőmű tervezett élettartamának végéig, sőt reális esély van az élettartam meghosszabbítására is. E vizsgálataink jelentős nemzetközi elismerést arattak.

A fenti rövid áttekintés is azt igyekszik bemutatni, hogy felismerve az atomenergia biztonságával foglalkozó hazai kutatások reális mozgásterét és szükségességét, olyan eredményeket értünk el, amelyek nemcsak a Paksi Atomerőműben hasznosulnak, de amelyek nagy nemzetközi presztizshez juttatták intézetünket, különösen abban a megváltozott politikai-gazdasági helyzetben, amelyet az orosz intézetek alapvető meggyengülése és a szovjet tervezésű reaktorokkal szemben megfogalmazott nyugati kritika jellemez. Mindezen kutatások kulcsa a kísérleti munka, amely a számításos modellezés elfogadtatásának alapvető feltétele.

__________________________